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公开(公告)号：CN108648845B
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN201810379764.4
申请日：2018-04-25
Abstract: 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法，属于核电厂燃料管理技术领域。本发明存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。高浓铀探测器的存储方法采用上述存储容器实现。本发明结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN108648845A
公开(公告)日：2018-10-12
申请号：CN201810379764.4
申请日：2018-04-25
Abstract: 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法，属于核电厂燃料管理技术领域。本发明存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。高浓铀探测器的存储方法采用上述存储容器实现。本发明结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN208111102U
公开(公告)日：2018-11-16
申请号：CN201820598966.3
申请日：2018-04-25
IPC: G21F5/008
Abstract: 一种含高浓铀探测器退役后用的存储容器，属于核电厂燃料管理技术领域。本实用新型存储容器包括由上至下设置的上端盖、上部箱体、下部箱体、底座；所述上部箱体设置为屏蔽结构，用于存储含高浓铀探测器的裂变室组件；所述存储容器的外壁由不锈钢构成。本实用新型结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放且便于放入乏燃料运输容器中以确保后续运输至后处理厂。
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公开(公告)号：CN208141842U
公开(公告)日：2018-11-23
申请号：CN201820600193.8
申请日：2018-04-25
Abstract: 一种含高浓铀探测器用的存储容器，属于核电厂燃料管理技术领域。本实用新型存储容器包括箱体、盖合于所述箱体上的上盖板；所述箱体侧面设有充气口、排气口、压力计接口/温湿度计接口；所述箱体内设有若干支架，用于固定探测器分拆后的组件。本实用新型结构简单，不仅能确保探测器中的高浓铀核材料管制满足国家管制条例，而且确保探测器在现场长期存放不会导致探测器损坏或降级。
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公开(公告)号：CN109887627B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201910139522.2
申请日：2019-02-26
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G21C17/108 , G21D3/00 , G21D3/06
Abstract: 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统，属于核电站堆芯安全技术领域。系统包括堆内平均轴向通量偏差获取模块、堆外轴向通量偏差获取模块、偏差项逻辑模块、堆芯平均轴向通量偏差获取模块；堆内平均轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆内平均轴向通量偏差补偿信号正输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号并经过τ时间延迟后负输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块；偏差项逻辑模块的输出信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块。本发明能确保实时计算偏差项有效/无效下,系统均能输出堆芯平均轴向通量偏差。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109256226B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201811305861.5
申请日：2018-11-05
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G21C17/10 , G21C17/108
Abstract: 一种反应堆临界外推监督系统及方法，属于反应堆技术领域。系统包括两个装载于堆芯中且对称分布的中子源组件，靠近中子源组件设置的第一、第二源量程中子探测器，远离中子源组件设置的第三、第四源量程中子探测器。方法包括在堆芯处于较深次临界状态下，基于第一、第二源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；随着正反应性操作引入堆芯，次临界度不断减小，第三、第四源量程中子探测器具有有效计数率后，基于第一、第二、第三、第四源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；堆芯达到临界状态时，停止向堆芯引入正反应性操作。本发明能有效监督堆芯的临界安全，并能够更为准确地预估堆芯的临界状态，确保反应堆能够安全、可控地达临界。
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公开(公告)号：CN116933523A
公开(公告)日：2023-10-24
申请号：CN202310890062.3
申请日：2023-07-19
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明涉及核电厂控制棒组件堆芯装载方案设计技术领域，本发明提供了一种径向平衡控制棒磨损的双指标堆芯装载设计方法，包括步骤：确定验收值AV与预警值WV两个指标，进行控制棒评价与堆芯装载方案设计对验收值AV与预警值WV进行双指标数据处置与数据预测；形成双指标预测矩阵；输出双指标堆芯装载方案。本发明提高控制棒预测剩余壁厚的裕量，增加控制棒使用的循环数，通过增加控制棒剩余壁厚预警值，在装载设计方案搜索时，搜索预警区段数与剩余壁厚值两个指标，生成径向平衡控制棒磨损的装载方案。
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公开(公告)号：CN116561987A
公开(公告)日：2023-08-08
申请号：CN202310420504.8
申请日：2023-04-19
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/108 , G21C17/10
Abstract: 本发明属于反应堆堆内监测系统和反应堆安全运行的理论模拟技术领域，具体涉及定量评估钒自给能中子探测器瞬发伽马响应电流的方法。通过栅格计算获得不同燃耗深度下自给能中子探测器所在组件的燃料棒和钒自给能中子探测器发射体中的核素成分与核数密度，使用蒙特卡罗程序根据不同燃耗深度下的燃料棒和钒自给能中子探测器发射体中的核素成分与核数密度分别进行组件内和钒自给能中子探测器内的中子‑光子‑电子耦合输运计算，得到瞬发伽马响应电流和中子响应电流，最终计算得到瞬发伽马响应电流占比。该方法可以对堆芯运行过程中钒自给能中子探测器的瞬发伽马响应电流进行定量评估，具有良好的工程应用前景。
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公开(公告)号：CN113547482A
公开(公告)日：2021-10-26
申请号：CN202110850236.4
申请日：2021-07-27
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 一种长杆式自动紧固装置，包括拧紧组件和吊挂组件；所述吊挂组件具有一可升降的吊挂头；所述拧紧组件包括第一横杆、一端与所述吊挂头衔接另一端与所述第一横杆固定的长杆以及分别设置于所述第一横杆两端的驱动单元和配重单元，所述的驱动单元包括操作头和驱转所述操作头的驱动马达；本发明使得对于深水处的螺栓的固定变得简单、安全。
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公开(公告)号：CN117038124A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202310892302.3
申请日：2023-07-19
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂控制棒包壳技术领域，本发明提供了一种核电厂控制棒包壳截面损失率预测方法，包括：计算控制棒包壳初始截面损失率；计算堆芯截面损失率增量；预测计算控制棒包壳截面损失率。本发明采用等体积增长理论，通过控制棒检查的磨损数据，建立堆芯磨损模型，计算堆芯各位置磨损导致的截面损失率增量，实现对控制棒全面的量化管理。本发明通过磨损检查数据与磨损预测结果，指导合理的控制棒装载方案设计，延长控制棒使用寿命。
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